红外线热成像在压水堆核电站二回路阀门壁厚检查中的应用

压水堆核电站的二回路系统功可以将饱和蒸汽的热能转换为机械能,并构成一个完整的热力循环,这样不仅能够保证汽轮机的安全,还能有效提高核电站的整体热效率。但是,在长时间的运行过程中,二回路系统中阀门阀体的敏感部位会受到不同程度的冲蚀,导致局部阀体减薄现象的发生。本文提出了一种红外线热成像技术在核电站二回路阀体壁厚检查上的工艺方法,并通过实验室和现场试验验证了该方法的有效性。结果表明,红外线热成像技术可以作为阀体壁厚检查的一种有效手段,适当的检测工艺可以有效的筛选出阀体可能减薄的区域,可以结合其他检测方法,综合判断减薄趋势。     

压水堆核电厂二回路系统溶解氧含量的控制策略

采用失重法和模拟腐蚀试验研究了溶解氧含量及联氨与溶解氧含量比值对压水堆核电厂二回路系统材料流动加速腐蚀(FAC)的影响,并结合经验反馈,给出了二回路系统溶解氧含量的控制策略。结果表明：在0～30μg/kg溶解氧范围内,溶解氧含量对凝结水管道材料A515碳钢均匀腐蚀的影响不大,低压加热器至除氧器之间的管道材料P11低合金钢的FAC速率随溶解氧含量的升高而减小;由于溶解氧含量较低,联氨与溶解氧含量比值超过了8,因此联氨含量的提高对该钢腐蚀速率的影响较小;在2 mg/kg的低溶解氧条件下,690TT合金的裂纹扩展速率(CGR)较低,在饱和溶解氧条件下,690TT合金的CGR提高了1.08～3.53倍;建议采取分段控制的方式控制压水堆核电厂二回路系统的溶解氧含量,将凝结水至除氧器之间的溶解氧质量分数提高至5～30μg/kg,将除氧器至蒸汽发生器之间的溶解氧质量分数控制在5μg/kg以下,并加入联氨,使联氨与溶解氧含量比值维持在5～8以上。     

热推制弯头壁厚不减薄理论

根据金属材料扩张和流动规律,通过理论计算和中频感应加热推制工艺实现了弯曲中性层平移到外弧和弯头外弧无塑性变形,达到弯头弯制过程中壁厚不减薄的目的。即弯头弯曲成形后外腹、内腹壁厚均匀,避免了传统弯管工艺变形时内侧增厚、外侧减薄的壁厚不均现象。     

压水堆核电站主回路管道窄间隙自动焊工艺研究

压水堆核电站主回路管道是超低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道,在高温、高辐射的环境下服役,对焊接质量要求非常高。我国目前核电站主回路管道焊接采用宽坡口焊条电弧焊工艺,焊接一道焊口需要两名高级焊工焊接一个月,焊接周期长、效率低、劳动强度高。为了缩短焊接时间,提高焊接质量和效率,核工业工程研究设计有限公司通过引进先进的焊接设备,开展了一系列焊接工艺试验,确定了窄间隙坡口型式和与之配套的焊接工艺参数,并按照RCC-M标准进行了焊接工艺评定,评定结果全部符合标准要求。因此,压水堆核电站主回路管道采用窄间隙自动焊工艺是可行的,且具有显著优势。     

压水堆二回路碱化剂与材料的相容性研究进展

综述了国内外压水堆二回路碱化剂的应用情况及其与二回路结构材料相容性的研究进展。首先介绍了碱化剂的国内外发展历程;其次,从材料类型、水化学、碱化剂物理化学性质等3个角度讨论了碱化剂与材料的相容性;最后,论述了碱化剂调节pH的原理,并详细介绍了有机胺分子与材料表面氧化膜间的作用机制。     

用于压水堆核电站蒸汽发生器污垢清除的新型分散剂技术

国外PWR核电站分散剂技术的实践经验证实分散剂的添加可促进腐蚀产物的排污,在核电产业表现出了很高的实用性和良好的应用前景。围绕分散剂的应用现状、合成工艺进行了论述,并就国内研究现状提出了建议。     

核电站二回路汽水管道环焊缝根部流动加速腐蚀及检测

核电站二回路汽水管道环焊缝根部由流动加速腐蚀(FAC)引起的局部减薄现象应引起业界重视,如不进行有效的检测和监督,会导致高能管道泄漏或破裂,分析了相关经验反馈、焊缝根部流动加速腐蚀机理和主要影响因素。结合腐蚀敏感环焊缝结构、材质等特点,探讨了不同检测方法的优缺点,特别是环焊缝根部局部减薄超声衍射时差法的检测原理、试验和应用情况。结果表明,碳钢、低合金钢汽水管道环焊缝FAC发生的部位显著地受到焊缝及其邻近母材铬含量差异的影响,超声衍射时差法可用于检测FAC引起的汽水管道环焊缝根部局部减薄。     

液压平衡回路的分析及改进

对液压平衡回路与元件的功能进行了分析,指出传统平衡回路中存在的问题,并提出改进措施,有效地解决了立式放置液压缸的负载变化对下行速度的影响.     

乙醇胺ETA浓度对核电站二回路碳钢和镍基合金690腐蚀的影响

利用扫描电镜（SEM）、X射线光电子谱（XPS）、X射线衍射（XRD）分析以及电化学实验研究了乙醇胺（ETA）浓度对碳钢和690合金浸泡腐蚀和电化学腐蚀行为的影响。结果表明,碳钢的点蚀随着浓度的增加明显减少,碳钢表面腐蚀产物的主要成分为Fe₃O₄,690合金表面膜中没有观察到双层膜结构;在浓度为40、50、80 mg/L时观察到Cr的富集峰。在280 ℃条件下的电化学实验结果表明,ETA浓度为20 mg/L和40 mg/L时,对碳钢和690合金的电化学腐蚀行为影响不大。而在80 mg/L时,两种材料的腐蚀电流密度下降较多,极化电阻显著增大。     

揭秘核电材料——核电站一回路主管道材料及其制备工艺

核电站一回路主管道是核电站的一级部件,它的重要性不言而喻,其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢,国外也称双相不锈钢,此类材料综合性能优异。文章从材料的类型、组织、成分、性能等方面介绍了目前运行最多、最成熟的二代核电站一回路主管道材料,并在此基础上简要介绍了一回路主管道的制备工艺,意在让读者尽可能全面地了解核电站一回路主管道材料及其制造过程,从而丰富金属材料在核电领域应用的知识。     

冶炼方式对压水堆核电站常规岛管道用钢的影响

对压水堆核电站常规岛管道用原材料钢板在两种冶炼方式(电炉冶炼+炉外精炼+真空脱气;转炉冶炼+炉外精练+真空脱气)下的化学成分、力学性能进行了对比分析。提出电炉冶炼及转炉冶炼均为初炼,后续的炉外精炼、真空脱气等工艺手段才是保证产品质量的关键的观点,两种冶炼方法生产的钢坯质量相当。     

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 本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明，利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的化学成分、铁素体含量、常规力学性能及特殊力学性能均满足ASME 和RCC M的要求。     

核电站钛管内壁缺陷判伤曲线

核电站热交换器钛管中缺陷大多产生于内壁,因此对内壁缺陷的定量研究是一个重要的问题。将涡流试验相似律应用到钛管内壁判伤曲线研究,通过试验解决了内壁缺陷定量问题,弥补了涡流检测标准的不足。     

核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量

主要介绍了核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量方法,分为粗加工前的余量确认测量和精加工完成后的精确测量两个阶段。详细介绍了样板测量、激光跟踪仪测量的具体工艺。     

核电厂管道及焊接接头失效案例综述

通过收集近年来发生的200多起核电设备失效案例并整理分析,对核电设备失效的基本现状进行统计归纳,主要针对碳钢、不锈钢管道及焊接接头进行失效模式、原因、机理的统计分析。从整体的失效情况来看,腐蚀失效是核电站主要设备比较突出的失效问题;核电管道约80％的失效形式是局部腐蚀和振动疲劳,核岛、常规岛和海水系统的碳钢与不锈钢管道因材质、作用等差异,失效的具体形式也有所不同;应力腐蚀开裂是焊接接头的主要失效形式。     

外加电流系统在核电站中应用问题分析

本文主要针对核电站外加电流阴极保护系统中实际存在的几个问题进行了探讨,根据实际检测结果提出了解决核电站外加电流阴极保护系统中几个问题的解决方案。     

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 文章考察了核电站用钛板换热器裂纹、穿孔等失效现象,采用断口分析、表面宏观和微观形态分析、材料化学成分分析、金相组织分析等方法分析换热器失效原因。结果表明：钛板换热器成形加工的强烈变形区存在较严重的损伤缺陷,并且在工作中存在振动,是导致钛板换热器疲劳开裂失效的主要原因;海水侧微粒的冲蚀作用是换热钛板穿孔失效的主要原因。     

核电站换热器腐蚀失效原因分析

通过对大亚湾、岭澳核电站换热器失效案例进行调研,分析了引起核电站换热器腐蚀失效的原因,并进行机理分析,最后对核电站换热器的防腐蚀管理及维修策略管理提出建议。     

压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理

概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。